一般セッション

[1M01-04] 福島第一原子力発電所事故

2017年3月27日(月) 10:05 〜 11:10 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：木野千晶 (エネ総研)

+全てマイスケジュールに登録

10:05 〜 10:20

[1M01] 福一1号機ICは地震から津波まで運転停止

事故時運転操作手順書の考察

*米山潔¹ (1. H.O.米山)

10:20 〜 10:35

[1M02] 福島原発事故における津波対策研究会・最終報告書

*吉岡律夫¹、淵上正朗²、飯野謙次³ (1. 日本システム安全研究所、2. 小松製作所、3. SYDROSE LP)

10:35 〜 10:50

[1M03] 福島第一原子力発電所3号機圧力データの補正とこれに基づく事故進展理解のヒント

*佐藤一憲¹ (1. 日本原子力研究開発機構)

10:50 〜 11:05

[1M04] 東京電力福島第一原子力発電所において発生した事故事象の検討（続報）

*吉田至孝¹、松岡猛¹、澤田隆¹、矢川元基¹、関村直人¹、柘植綾夫¹、成合英樹¹、白鳥正樹¹、宮野廣¹ (1. 日本学術会議福島事故調査小委員会)

座長持ち時間（11:05 〜 11:10）

一般セッション

[1M05-07] 再処理施設

2017年3月27日(月) 11:10 〜 12:00 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：吉田至孝 (INSS)

+全てマイスケジュールに登録

11:10 〜 11:25

[1M05] 再処理工場における放射線分解による水素爆発発生時の燃焼挙動の調査

(9)換気系統により接続された大型円筒槽の爆発試験

*小林卓志¹、三上剛史¹、境原基浩¹、兼平修¹、玉内義一²、工藤達矢²、中野正直²、坂上直哉²、大竹弘平²、荒井宣之² (1. 三菱マテリアル株式会社、2. 日本原燃株式会社)

11:25 〜 11:40

[1M06] 再処理工場における放射線分解による水素爆発発生時の燃焼挙動の調査

(10)換気系統により接続された大型円筒槽の燃焼解析、構造解析

*戴文斌¹、平島好規¹、境原基浩¹、兼平修¹、玉内義一²、工藤達矢²、中野正直²、坂上直哉²、大竹弘平²、荒井宣之² (1. 三菱マテリアル、2. 日本原燃)

11:40 〜 11:55

[1M07] 再処理工場における放射線分解による水素爆発発生時の燃焼挙動の調査

(11)換気系統により接続された大型円筒槽の試験と解析の比較

*工藤達矢¹、玉内義一¹、中野正直¹、坂上直哉¹、大竹弘平¹、荒井宣之¹、戴文斌²、境原基浩²、兼平修² (1. 日本原燃株式会社、2. 三菱マテリアル株式会社)

座長持ち時間（11:55 〜 12:00）

一般セッション

[1M08-11] 外的ハザード（セキュリティ含む）

2017年3月27日(月) 14:45 〜 15:50 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：黒田英彦 (東芝)

+全てマイスケジュールに登録

14:45 〜 15:00

[1M08] 外部ハザード重畳時の確率論的リスク評価手法の研究開発

高速炉の空気冷却崩壊熱除去系への影響形態に基づく同定

*岡野靖¹、山野秀将¹、髙田孝¹、西野裕之¹、栗坂健一¹ (1. 日本原子力研究開発機構)

15:00 〜 15:15

[1M09] 外部ハザードに対する崩壊熱除去機能のマージン評価手法の研究開発

(19)強風と降雨の重畳ハザードに対するマージン評価手法

*山野秀将¹、西野裕之¹、栗坂健一¹ (1. 日本原子力研究開発機構)

15:15 〜 15:30

[1M10] 安全とセキュリティのインターフェース

(1)2Sインターフェースのための課題抽出

*出町和之¹、鈴木美寿²、高田孝²、木村祥紀²、中村陽²、鈴木正昭³、成宮祥介⁴、宮野廣⁵ (1. 東京大学、2. 日本原子力研究開発機構、3. 東京理科大学、4. 関西電力、5. 法政大学)

15:30 〜 15:45

[1M11] 安全とセキュリティのインターフェース

(2)VAIとセキュリティ起因の重大事故対応

*鈴木美寿¹、出町和之² (1. 日本原子力研究開発機構、2. 東京大学)

座長持ち時間（15:45 〜 15:50）

一般セッション

[1M12-18] ソースターム・線量評価

2017年3月27日(月) 15:50 〜 17:45 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：桧垣正吾 (東大)

+全てマイスケジュールに登録

15:50 〜 16:05

[1M12] 放射性ヨウ素吸着剤AgXの低温度域でのヨウ化メチル吸着特性について Part 2

*小林稔季¹、王吉豊¹、石川慶浩¹、宇津山雄一郎¹、遠藤好司¹ (1. ラサ工業　電子材料事業部)

16:05 〜 16:20

[1M13] MAAP5コードによるシビアアクシデント条件下でのヨウ素挙動試験解析

*坂本亨¹、藤原大資¹ (1. テプコシステムズ)

16:20 〜 16:35

[1M14] レベル2PRAにおけるセシウムの環境への放出量評価手法の開発

(9)シビアアクシデント時の格納容器破損確率評価におけるPRDの適用性に関する研究

*中村康一¹、山根陽子²、村田景悟³、宇井淳¹、遠藤寛¹ (1. 電力中央研究所、2. アドバンスソフト株式会社、3. 株式会社トラスト・テック)

16:35 〜 16:50

[1M15] レベル2PRAにおけるセシウムの環境への放出量評価手法の開発

(10)シビアアクシデント時のセシウムエアロゾル放出挙動評価におけるPRDの適用性に関する研究

*山根陽子¹、中村康一²、村田景悟³、宇井淳²、遠藤寛² (1. アドバンスソフト株式会社、2. 電力中央研究所、3. 株式会社トラスト・テック)

16:50 〜 17:05

[1M16] レベル2PRAにおけるセシウムの環境への放出量評価手法の開発

(11)シビアアクシデント時の格納容器破損防止対策の有効性に関する研究

*村田景悟¹、中村康一³、山根陽子²、宇井淳³、遠藤寛³ (1. 株式会社トラストテック、2. アドバンスソフト株式会社、3. 電力中央研究所)

17:05 〜 17:20

[1M17] レベル2PRAにおけるセシウムの環境への放出量評価手法の開発

(12)人工知能を活用したソースタームリスク評価についての基礎検討

*金井大造¹、遠藤寛¹ (1. 電中研)

17:20 〜 17:35

[1M18] レベル2PRAにおけるセシウムの環境への放出量評価手法の開発

(13)ソースタームイベントツリー(STET)の定量化手法

*遠藤寛¹、山根陽子²、中村康一¹、宇井淳¹、金井大造¹、村田景悟³ (1. 電中研、2. アドバンスソフト株式会社、3. 株式会社トラストテック)

座長持ち時間（17:35 〜 17:45）

一般セッション

[2M01-06] 軽水炉の事故時挙動

2017年3月28日(火) 09:35 〜 11:10 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：山野秀将 (JAEA)

+全てマイスケジュールに登録

09:35 〜 09:50

[2M01] RELAP/SCDAPSIMを搭載したグラフィカルなシミュレータによる過酷事故時の軽水炉プラントの挙動解析

(3)平衡炉心の運転サイクル初期/末期のBWRプラントの解析

*布川大樹¹、辻光世¹、亀山高範² (1. 東海大学大学院、2. 東海大学)

09:50 〜 10:05

[2M02] RELAP/SCDAPSIMを搭載したグラフィカルなシミュレータによる過酷事故時の軽水炉プラントの挙動解析

(4)平衡炉心の運転サイクル初期/末期のPWRプラントの解析

*辻光世¹、布川大樹¹、亀山高範² (1. 東海大学大学院工学研究科応用理学専攻、2. 東海大学工学部原子力工学科)

10:05 〜 10:20

[2M03] 統合汎用多次元熱水力解析コードGOTHICによるBWR事故時格納容器解析

(2)S/P凝縮能力喪失事象

*河合宏¹、早崎辰哉¹、藤原大資¹ (1. テプシス)

10:20 〜 10:35

[2M04] 使用済燃料プールにおける冷却機能喪失事故及び冷却材喪失事故に関する解析

使用済燃料集合体の模擬実験体を用いた酸化実験の実験解析

*小城烈¹、堀田亮年¹ (1. 原子力規制庁)

10:35 〜 10:50

[2M05] 原子炉及び燃料プール同時過酷事故進展を扱うプラントシミュレータの開発

(1)全体計画

*杉浦義隆¹、山口龍之介¹、藤原大資¹、久保田修¹ (1. テプコシステムズ)

10:50 〜 11:05

[2M06] PWRを対象とした多重配管破断時のプラント挙動及び成功基準に関する研究

*國司達弥¹、牟田仁¹、村松健¹ (1. 東京都市大学院工学研究科共同原子力専攻)

座長持ち時間（11:05 〜 11:10）

一般セッション

[2M07-09] 軽水炉の安全評価

2017年3月28日(火) 11:10 〜 12:00 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：中村康一 (電中研)

+全てマイスケジュールに登録

11:10 〜 11:25

[2M07] 日本版事業者自主安全評価書(JSAR)ガイドラインの開発について(その5)

*島田裕一¹、倉田聡¹、熊坂勝行¹、田畑雅之¹、水野浩一¹、古谷幸雄¹、安田賢一⁴、加納充浩³、及川弘秀²、江藤和敏⁵ (1. 原子力安全推進協会、2. 東芝、3. 三菱重工、4. 日立-GE、5. 九州電力)

11:25 〜 11:40

[2M08] デブリ冷却設備向けの耐熱材侵食モデルの開発

熱化学反応モデルに基づく耐熱材の侵食評価

*松下慎二¹、能島雅史¹、日高政隆¹、藤井正²、酒井健² (1. 日立、2. 日立GE)

11:40 〜 11:55

[2M09] 高温曝露したコンクリートの材料特性と非破壊評価の検討

*佐藤佑眞¹、ドーティマイズン¹、鈴木雅秀¹、山田知典² (1. 長岡技術科学大学、2. 日本原子力研究開発機構)

座長持ち時間（11:55 〜 12:00）

一般セッション

[2M10-14] 高速炉の安全評価1

2017年3月28日(火) 14:45 〜 16:05 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：深野義隆 (JAEA)

+全てマイスケジュールに登録

14:45 〜 15:00

[2M10] 炉心損傷プールのスロッシング挙動に関する基礎的研究

運動特性が反応度印加に与える影響(その3)

*福田真之¹、渕田翔¹、松元達也¹、守田幸路¹、帶刀勲¹ (1. 九州大学)

15:00 〜 15:15

[2M11] ナトリウムの化学特性に着目した高速炉の安全性向上技術に係る研究

(1)研究概要、燃焼・腐食抑制に係る要素試験結果（その１）

*古川智弘¹、高井俊秀¹、平川康¹、栗原成計¹、斉藤淳一¹ (1. 原子力機構)

15:15 〜 15:30

[2M12] ナトリウムの化学特性に着目した高速炉の安全性向上技術に係る研究

(2)燃焼・腐食抑制に係る要素試験結果（その２）

*高井俊秀¹、平川康¹、栗原成計¹、斉藤淳一¹、古川智弘¹ (1. 原子力機構)

15:30 〜 15:45

[2M13] 第4世代SFRを対象としたSAS4AコードによるATWS事象の起因過程解析

*久保田龍三朗¹、小山和也²、森脇裕之²、山田由美²、島川佳郎²、鈴木徹¹、川田賢一¹、久保重信¹、山野秀将¹ (1. 原子力研究開発機構、2. 三菱FBRシステムズ)

15:45 〜 16:00

[2M14] 高速炉炉心損傷挙動解析コードASTERIA-FBRを用いたCABRI-1 AH3試験解析

*渡辺大貴¹、石津朋子¹ (1. 原子力規制庁長官官房技術基盤グループ)

座長持ち時間（16:00 〜 16:05）

一般セッション

[2M15-18] 高速炉の安全評価2

2017年3月28日(火) 16:05 〜 17:10 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：遠藤寛 (電中研)

+全てマイスケジュールに登録

16:05 〜 16:20

[2M15] ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発

(14)Na-コンクリート反応の自己終息挙動

*河口宗道^1,2、宮原信哉^1,2、宇埜正美² (1. 原子力機構、2. 福井大学)

16:20 〜 16:35

[2M16] ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発

(15)多次元ナトリウム燃焼解析コードによる上向きスプレイ試験解析

*青柳光裕¹、髙田孝¹、大野修司¹、宇埜正美² (1. 原子力機構、2. 福井大学)

16:35 〜 16:50

[2M17] ナトリウム冷却高速炉における格納容器破損防止対策の有効性評価技術の開発

(16)着火濃度に着目した水素誘導拡散燃焼挙動

*土井大輔^1,2、伊藤啓¹、清野裕¹、宮原信哉²、宇埜正美² (1. 原子力機構、2. 福井大)

16:50 〜 17:05

[2M18] 次世代ナトリウム冷却高速炉の部分負荷運転状態における受動的炉停止機構の有効性評価

*斎藤裕幸¹、山田由美¹、大山一弘¹、松永尚子¹、久保重信²、山野秀将² (1. MFBR、2. 原子力機構)

座長持ち時間（17:05 〜 17:10）

一般セッション

[2M19-23] 高速炉の安全評価3

2017年3月28日(火) 17:10 〜 18:30 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：守田幸路 (九大)

+全てマイスケジュールに登録

17:10 〜 17:25

[2M19] 高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討

(1)炉心の判断基準案と選定の考え方

*西村正弘¹、深野義隆¹、小野田雄一¹、山田文昭¹ (1. 原子力機構)

17:25 〜 17:40

[2M20] 高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討

(2)燃料に関わる判断基準の設定根拠

*深野義隆¹、西村正弘¹、小野田雄一¹、山田文昭¹ (1. 原子力機構)

17:40 〜 17:55

[2M21] 高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討

(3)原子炉容器液位確保機能喪失事象評価における配管破損規模

*矢田浩基¹、安藤勝訓¹、若井隆純¹ (1. 原子力機構)

17:55 〜 18:10

[2M22] 高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討

(4)原子炉容器液位確保機能喪失事象評価に用いる液位計算プログラム

*山田文昭¹、有川晃弘² (1. 日本原子力研究開発機構、2. NESI)

18:10 〜 18:25

[2M23] 高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討

(5)崩壊熱除去機能喪失事象評価に用いる原子炉解析モデル

*森健郎¹、大平博昭¹、素都益武¹、深野義隆¹ (1. 原子力機構)

座長持ち時間（18:25 〜 18:30）

一般セッション

[3M01-05] 断層変位

2017年3月29日(水) 09:30 〜 10:45 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：西田明美 (JAEA)

+全てマイスケジュールに登録

09:30 〜 09:45

[3M01] 断層変位に対する原子力安全の基本的アプローチ

*神谷昌伸¹ (1. 日本原電)

09:45 〜 10:00

[3M02] 断層変位に対する機器・配管系の解析評価事例

(1)機器の解析評価事例

*佐藤邦彦¹、原口龍将²、神谷昌伸³、小川勤³、上屋浩一³ (1. MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング株式会社、2. 三菱重工業株式会社、3. 日本原子力発電株式会社)

10:00 〜 10:15

[3M03] 断層変位に対する機器・配管系の解析評価事例

(2)配管の解析評価事例

*新間聡¹、梅本貴広¹、神谷昌伸²、小川勤²、上屋浩一² (1. 三菱重工業株式会社、2. 日本原子力発電株式会社)

10:15 〜 10:30

[3M04] 断層変位フラジリティ評価手法の活用

(1)概念

*蛯沢勝三¹、堤英明¹、美原義徳² (1. 電力中央研究所、2. 鹿島建設)

10:30 〜 10:45

[3M05] 断層変位フラジリティ評価手法の活用

(2)断層変位の重要土木構造物への影響評価例

*堤英明¹、蛯沢勝三¹、浜田友康²、美原義徳² (1. 電力中央研究所、2. 鹿島建設)

一般セッション

[3M06-10] 統計的安全評価

2017年3月29日(水) 10:45 〜 12:00 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：北田孝典 (阪大)

+全てマイスケジュールに登録

10:45 〜 11:00

[3M06] ROAAM手法によるAP1000^TMの溶融デブリ炉内保持（IVR）成立性評価

*津田諭¹、佐藤寿樹¹、河野義雄¹、山崎之崇²、藤木保伸¹ (1. 東芝、2. ウェスチングハウス・エレクトリック・ジャパン)

11:00 〜 11:15

[3M07] 統計的安全評価手法における核計算コードに起因する不確かさ伝播に関する検討

(1)全体計画

*原田健一¹、金子浩久²、宮地孝政³、滝井太一⁴、本谷朗⁵ (1. 中部電力、2. GNF-J、3. 原燃工、4. 日立GE、5. 東芝)

11:15 〜 11:30

[3M08] 統計的安全評価手法における核計算コードに起因する不確かさ伝播に関する検討

(2)共分散核データの静特性解析への影響

*山名哲平¹、池原正¹、金子浩久¹、東條匡志¹、原田健一² (1. GNF-J、2. 中部電力)

11:30 〜 11:45

[3M09] 統計的安全評価手法における核計算コードに起因する不確かさ伝播に関する検討

(3)共分散核データの過渡解析への影響

*神宮司悠¹、山田雄士¹、山本賢治郎²、山名哲平²、原田健一³ (1. 日立GE、2. GNF-J、3. 中部電力)

11:45 〜 12:00

[3M10] 統計的安全評価手法における核計算コードに起因する不確かさ伝播に関する検討

(4)製造公差の静特性解析及び過渡解析への影響

*宮地孝政¹、中村良輔¹、渡嘉敷幹郎¹、原田健一² (1. 原燃工、2. 中部電力)

一般セッション

[3M11-16] PRA

2017年3月29日(水) 14:45 〜 16:20 M会場 (16号館 16-504教室)

座長：岡野靖 (JAEA)

+全てマイスケジュールに登録

14:45 〜 15:00

[3M11] 高温ガス炉の確率論的安全評価手法（確率論的リスク評価手法）の開発

(3)研究概要及び進捗

*佐藤博之¹、西田明美¹、村松健²、牟田仁²、糸井達哉³、高田毅士³、田辺雅幸⁴、山本剛⁴ (1. 日本原子力研究開発機構、2. 東京都市大学、3. 東京大学、4. 日揮)

15:00 〜 15:15

[3M12] 高温ガス炉の確率論的安全評価手法（確率論的リスク評価手法）の開発

(4)地震PRAのための配管の複数破断を含む事故シーケンスを表現するイベントツリーの作成法の検討

*松田航輔¹、村松健¹、牟田仁¹、佐藤博之²、西田明美²、糸井達哉³ (1. 東京都市大学大学院　、2. 日本原子力研究開発機構、3. 東京大学)

15:15 〜 15:30

[3M13] 高温ガス炉の確率論的安全評価手法（確率論的リスク評価手法）の開発

(5)地震フラジリティ評価手法の開発

*糸井達哉¹、高田毅士¹、西田明美²、田中亮平¹、肥田剛典¹ (1. 東京大学、2. 日本原子力研究開発機構)

15:30 〜 15:45

[3M14] 高温ガス炉の確率論的安全評価手法（確率論的リスク評価手法）の開発

(6)ソースターム評価手法の開発

*本多友貴¹、佐藤博之¹、島崎洋祐¹、中川繁昭¹、大橋弘史¹ (1. 日本原子力研究開発機構)

15:45 〜 16:00

[3M15] 時間進展不確かさを考慮した内部溢水シナリオ評価手法に関する研究

*仲井翔平¹、竹田敏¹、北田孝典¹ (1. 大阪大学)

16:00 〜 16:15

[3M16] 志賀原子力発電所2号機におけるPRAモデル整備の取り組みについて

(1)重大事故等対処設備等を考慮した出力時レベル1PRAの評価結果

*杉原一洋²、中田睦洋¹、四十田俊裕¹、水門大輔¹、浜谷眞一¹、松本裕人²、髙𣘺拓真²、根岸孝行² (1. 北陸電力（株）、2. 原電エンジニアリング（株）)

座長持ち時間（16:15 〜 16:20）

セッション一覧

III. 核分裂工学 » 306-1 原子力安全工学（原子力施設・設備，PSAを含む）

[1M01-04] 福島第一原子力発電所事故

事故時運転操作手順書の考察

[1M05-07] 再処理施設

(9)換気系統により接続された大型円筒槽の爆発試験

(10)換気系統により接続された大型円筒槽の燃焼解析、構造解析

(11)換気系統により接続された大型円筒槽の試験と解析の比較

[1M08-11] 外的ハザード（セキュリティ含む）

高速炉の空気冷却崩壊熱除去系への影響形態に基づく同定

(19)強風と降雨の重畳ハザードに対するマージン評価手法

(1)2Sインターフェースのための課題抽出

(2)VAIとセキュリティ起因の重大事故対応

[1M12-18] ソースターム・線量評価

(9)シビアアクシデント時の格納容器破損確率評価におけるPRDの適用性に関する研究

(10)シビアアクシデント時のセシウムエアロゾル放出挙動評価におけるPRDの適用性に関する研究

(11)シビアアクシデント時の格納容器破損防止対策の有効性に関する研究

(12)人工知能を活用したソースタームリスク評価についての基礎検討

(13)ソースタームイベントツリー(STET)の定量化手法

[2M01-06] 軽水炉の事故時挙動

(3)平衡炉心の運転サイクル初期/末期のBWRプラントの解析

(4)平衡炉心の運転サイクル初期/末期のPWRプラントの解析

(2)S/P凝縮能力喪失事象

使用済燃料集合体の模擬実験体を用いた酸化実験の実験解析

(1)全体計画

[2M07-09] 軽水炉の安全評価

熱化学反応モデルに基づく耐熱材の侵食評価

[2M10-14] 高速炉の安全評価1

運動特性が反応度印加に与える影響(その3)

(1)研究概要、燃焼・腐食抑制に係る要素試験結果（その１）

(2)燃焼・腐食抑制に係る要素試験結果（その２）

[2M15-18] 高速炉の安全評価2

(14)Na-コンクリート反応の自己終息挙動

(15)多次元ナトリウム燃焼解析コードによる上向きスプレイ試験解析

(16)着火濃度に着目した水素誘導拡散燃焼挙動

[2M19-23] 高速炉の安全評価3

(1)炉心の判断基準案と選定の考え方

(2)燃料に関わる判断基準の設定根拠

(3)原子炉容器液位確保機能喪失事象評価における配管破損規模

(4)原子炉容器液位確保機能喪失事象評価に用いる液位計算プログラム

(5)崩壊熱除去機能喪失事象評価に用いる原子炉解析モデル

[3M01-05] 断層変位

(1)機器の解析評価事例

(2)配管の解析評価事例

(1)概念

(2)断層変位の重要土木構造物への影響評価例

[3M06-10] 統計的安全評価

(1)全体計画

(2)共分散核データの静特性解析への影響

(3)共分散核データの過渡解析への影響

(4)製造公差の静特性解析及び過渡解析への影響

[3M11-16] PRA

(3)研究概要及び進捗

(4)地震PRAのための配管の複数破断を含む事故シーケンスを表現するイベントツリーの作成法の検討

(5)地震フラジリティ評価手法の開発

(6)ソースターム評価手法の開発

(1)重大事故等対処設備等を考慮した出力時レベル1PRAの評価結果

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